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有金 賢次
JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04
JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよびXeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。
安藤 良平*; 宇野 正宏*; 山田 勝美*
JAERI-M 83-025, 142 Pages, 1983/02
核分裂炉の運転後に生ずる核分裂生成物には、ベータ安定線から遠く離れた中性子過多の核種が多い。従ってこれらの核種のベータ崩壊エネルギーや中性子分離エネルギーを正しく評価することが重要であるが、こういった領域の核種は一般に短寿命で、実験質量データがほとんど無いのが実状である。本研究は、このような状況に対応すべく著者らが最近提案した原子質量公式を用いて、約5000個の核種に対する質量超過、ベーター崩壊エネルギー、中性子分離エネルギーを計算し、表示したものである。シグマ委員会・崩壊熱評価のワーキング・グループでは、崩壊熱総和計算用・核分裂生成物・崩壊データ・ライブラリーを完成し、実験データの説明に成功を収めた。そのライブラリー作成に際して、実験データのない領域の核種の崩壊エネルギーの理論的な推定に、本研究で導出されたベータ崩壊エネルギーを全面的に採用している。